百萬千瓦級壓水堆嚴重事故下裂變產物釋放分析

袁顯寶，魏靖宇，張永紅,*，張彬航，周建軍，毛璋亮，杜曉超，石　強，郭　盼

百萬千瓦級壓水堆嚴重事故下裂變產物釋放分析

袁顯寶1,2，魏靖宇1,2，張永紅1,2,*，張彬航1,2，周建軍1,2，毛璋亮1,2，杜曉超1,2，石強1,2，郭盼1,2

（1. 三峽大學機械與動力學院，湖北 宜昌 443002；2. 三峽大學湖北省水電機械設備設計與維護重點實驗室，湖北 宜昌 443002）

嚴重事故工況下，可能會導致安全殼失效，使大量裂變產物釋入環境。本文以百萬千瓦級核電廠為對象，利用一體化程序研究不同破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產物CsI在一回路和安全殼內的質量以及裂變產物向環境釋放的源項，并分析安全殼噴淋措施對控制裂變產物向外釋放的影響。分析結果表明，小破口事故、中破口事故和大破口事故下釋放到環境的裂變產物質量差別較小，主要為向環境釋放時間上的差異。開啟安全殼噴淋時能夠有效控制裂變產物向環境的釋放，其中小破口事故下產生的氣溶膠質量高于其他兩種事故，且氣溶膠主要以擴散電泳的方式沉積在安全殼內。開啟堆腔注水措施能夠保證壓力容器的完整性，降低了進入安全殼的裂變產物的質量，能夠有效控制非揮發性裂變產物向環境的釋放。本文計算結果可以為事故條件下應急措施的制定和廠外源項后果評價提供參考。

破口事故；一體化程序；裂變產物；安全殼噴淋；堆腔注水

核電廠嚴重事故下裂變產物的釋放對于核安全是一個至關重要的問題，事故發生后裂變產物大量外泄對核電廠周圍的人員和環境危害巨大。因此，嚴重事故下裂變產物的行為研究可以對事故發生后應急措施的制定提供環境源項。黃高峰等人[1]用一體化安全分析程序研究了大破口失水事故下裂變產物的釋放、遷移和分布狀況，得到了釋入環境的源項；王軍龍等人[2]建立了ACP100電站的MAAP模型，采用所建立的模型對ACP100進行嚴重事故模擬，得出了事故進程及裂變產物向環境釋放的趨勢；陳海英等人[3]采用MELCOR程序，研究了DVI管小破口始發嚴重事故下一回路和安全殼中CsI、惰性氣體的遷移行為以及向環境的釋放量；L. Ammirabile等人[4]使用ASTEC分析了中破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產物的行為，分析了不同冷腿位置對于裂變產物的影響；Huang G F等人[5]對事故下裂變產物緩解措施進行研究，分析了一回路減壓措施對裂變產物的影響。上述研究針對不同電站、不同事故對裂變產物的釋放和遷移進行了研究，對于百萬

千瓦級核電廠不同破口事故疊加全廠斷電下裂變產物的釋放和安全殼噴淋對裂變產物影響的研究叫少。因此，本文基于一體化嚴重事故分析軟件研究百萬千瓦級核電廠在不同破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產物的釋放，考慮安全殼噴淋和堆腔注水措施對于裂變產物向外釋放的影響。

1 計算方法

1.1 計算模型

針對典型百萬千瓦級核電廠進行建模，一回路系統節點劃分如圖1所示，整個一回路分為破口環路和完整環路，事故發生的環路稱為破口環路，穩壓器在破口環路中，破口環路包括熱段、蒸汽發生器、過渡段和冷段。完整環路除了穩壓器其他與破口環路相同。

堆芯節點的劃分如圖2所示，堆芯節點軸向劃分為13個節點，徑向上劃分為7個環。堆芯分為上部非活性區、堆芯活性區、下部非活性區，其中上部非活性區為上部氣腔室和堆芯上部隔板，下部非活性區為下部氣腔、堆芯下部隔板和堆芯支撐板。

圖1 一回路系統節點圖

1.2 裂變產物分組

如表1所示，將裂變產物分為了12組[6-7]，其中第1組為惰性氣體Xe和Kr，第2、3、6、11組為揮發性裂變產物，第4、5、7、8、9、10、12組為不可揮發性裂變產物。

1.3 事故假設

對于破口事故疊加全廠斷電事故做出以下假設和簡化[8]：

（1）0 s時破口事故和斷電事故發生；

（2）破口直徑為：4 cm（小破口），8 cm（中破口），20 cm（大破口）；

（3）破口位置為熱腿；

（4）堆芯溫度超過650 ℃時，開啟全部穩壓器安全閥；

事故運行時間為300 000 s，最大計算時間步長為0.5 s。

2 事故結果分析

2.1 事故進程

為了描述事故進程，將破口直徑為4 cm的小破口事件命名為SB-LOCA，破口直徑為8 cm的中破口事件命名為MB-LOCA，破口直徑為20 cm的大破口事件命名為LB-LOCA。計算得到的事故進程如表2所示。事故開始后，反應堆主冷卻劑泵跳閘開始惰轉，主冷卻劑泵在低速運轉的信號觸發停堆信號。由于失去電源，高壓安注、低壓安注、安全殼噴淋等能動設施無法工作。破口發生后，大量冷卻劑從破口流出，堆內條件不斷惡化，SB-LOCA事故、MB-LOCA事故和LB-LOCA事故分別在4 534.18 s、1 343.59 s和1 496.62 s發生堆芯融化，事故進行到21 694.04 s、10 697.77 s和6 714.36 s時，下封頭被熔融物熔穿失效。熔融物掉入堆腔后會繼續產生氣體，使得安全殼壓力升高，SB-LOCA事故、MB-LOCA事故和LB-LOCA事故在228 414.31 s、220 137.60 s和221 030.04 s時，安全殼發生超壓失效。

表1 裂變產物分組

表2 事故序列

2.2 裂變產物分布

根據福島事故后的源項評價結果[9]，當發生嚴重事故后，對于I131，Cs134，Cs137的監測數據最多，而且也是輻射評價中最主要的核素。根據事故后的研究結果I131的大氣源項為60～390 PBq，Cs134的大氣源項為15～20 PBq，Cs137的大氣源項為5～50 PBq，所以本文重點關注裂變產物CsI的變化。

2.2.1 一回路系統內的CsI質量

裂變產物CsI在一回路的質量如圖3所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故發生后的前期由于燃料包殼還沒有熔化，所以CsI在開始的一段時間沒有變化。當堆芯開始融化，大量的裂變產物從包殼和燃料芯塊的間隙釋放出來，一回路的裂變產物從破口迅速流出。在壓力容器失效前是一回路CsI變化最劇烈的時段，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別有81.0%、86.5%和86.13%的CsI在這期間釋出主系統，在之后的時間內一回路CsI的質量緩慢減少。計算結束時，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下一回路系統的CsI質量分別為1.94 kg0.86 kg和0.55 kg。

圖3 一回路系統CsI的質量

2.2.2 安全殼內CsI的質量

裂變產物CsI在安全殼中懸浮的質量如圖4所示，當堆芯開始融化時，大量的氣溶膠從一回路釋放至安全殼內，安全殼內懸浮的氣溶膠質量開始上升并達到峰值，SB-LOCA、MB- LOCA和LB-LOCA事故下安全殼內懸浮氣溶膠的峰值分別為12.58 kg，17.09 kg和14.22 kg。由于換料水箱的開啟使SB-LOCA事故下堆芯液位再次上升并保持一段時間，但隨著堆芯的水被蒸發，堆芯液位會在9 531 s時開始下降，堆芯裂變產物繼續釋放，使得安全殼內CsI的

圖4 安全殼內懸浮的CsI質量

釋放量再次上升，達到5.90 kg，之后氣溶膠通過自然沉降沉積在安全殼構件表面。

沉積在安全殼內構件表面的CsI質量如圖5所示，在裂變產物開始釋放后，安全殼內沉積的CsI質量迅速增加，由于安注的有效投入SB-LOCA事故相較于LB-LOCA和MB-LOCA事故增加較慢。在計算結束時，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故安全殼內沉積的CsI質量分別為27.89 kg，28.60 kg和29.43 kg，三個事故之間相差約為1 kg。

圖5 安全殼內沉積的CsI質量

2.2.3 釋入環境的惰性氣體質量

釋入環境的惰性氣體質量如圖6所示，SB- LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故在安全殼失效前都僅有0.12%惰性氣體通過滲透釋放到環境。當安全殼發生應力失效后，由于惰性氣體不會出現沉降現象，所以導致三個事故大約有99.8%、99.8%和99.27%的惰性氣體在這一期

圖6 釋放到環境的惰性氣體質量

間向環境釋放。到計算結束，釋入環境的惰性氣體質量分別為363.30 kg，363.23 kg和362.88 kg。

釋入環境的CsI的質量如圖7所示，與惰性氣體向環境釋放相似，在壓力容器失效前僅有少量的CsI釋放到環境中，在壓力容器失效后CsI快速向環境釋放，到計算結束時，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下CsI釋放到環境的質量分別為0.20 kg，0.58 kg和0.05 kg，根據圖3和圖5所示，SB-LOCA事故下CsI沉積在一回路和安全殼中的量較多，所以釋入環境的量相對較少。

圖7 釋放到環境的CsI質量

其他裂變產物向環境釋放的質量見表3，由表可知在三個事故下，揮發性裂變產物向環境釋放的質量最小為10-4量級，非揮發性裂變產物向環境釋放的質量為10-3～10-5量級。

表3 釋入環境的裂變產物質量

2.3 安全殼噴淋對裂變產物釋放的影響

為了描述三種破口事故疊加全廠斷電事故下安全殼噴淋措施對裂變產物釋放的影響，當安全殼壓力達到限值時，開啟安全殼噴淋。事故序列如表4所示，由于破口尺寸的不同使得進入安全殼氣體的速率不同，導致安全殼壓力變化不同，使安全殼噴淋開啟時間不同，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別在5 315.30 s、1 117.97 s和98.90 s時開啟。

表4 事故序列

三種事故下懸浮在安全殼內的CsI如圖8所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下安全殼內懸浮氣溶膠的峰值分別為4.06 kg，1.15 kg和0.92 kg，SB-LOCA事故再次上升后的峰值為0.54 kg。與圖4相比，開啟安全殼噴淋措施后懸浮在安全殼中的CsI質量小于未開啟的情況，安全殼噴淋能夠有效去除懸浮在安全殼中CsI。

圖8 安全殼內懸浮的CsI質量

氣溶膠的沉降機理主要有四種，分別為重力沉降、慣性碰撞、熱電泳和擴散電泳[10]。開啟安全殼噴淋后氣溶膠沉降機理的計算結果如表5所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故在沒有開啟安全殼噴淋的情況下重力沉降為氣溶膠的主要沉積方式，其余依次為慣性碰撞，擴散電泳，熱電泳。在開啟安全殼噴淋的情況下擴散電泳為主要的沉積方式，其余依次為重力沉降，慣性碰撞，熱電泳。

表5 氣溶膠各種沉降機理所占的比例

開啟安全殼噴淋后惰性氣體向環境釋放的質量如圖9所示，LB-LOCA事故向環境釋放的速率快于SB-LOCA和MB-LOCA事故。到計算結束，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別向環境釋放的裂變產物質量為0.70 kg、0.69 kg和0.76 kg。

圖9 釋放到環境的惰性氣體質量

開啟安全殼噴淋后CsI氣體向環境釋放的質量如圖10所示，因為安全殼未失效，所以三種事故下僅有少量的CsI釋放到環境中。計算結束時，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別向環境釋放的CsI質量為1.43×10-6kg，1.06×10-6kg和1.05×10-6kg。其他裂變產物的質量如表6所示，僅有少量的揮發性和非揮發性裂變產物釋放到環境中，釋放的質量為10-5到10-9量級。

圖10 釋放到環境的CsI質量

表6 釋入環境的裂變產物質量

2.4 堆腔注水措施對裂變產物釋放的影響

為描述破口事故下堆腔注水措施對于事故的影響，本文選取了反應堆冷卻劑系統熱管段21 cm的大破口始發嚴重事故。事故序列如表7所示，不啟動堆腔注水措施時，壓力容器在6 805.89 s時失效，而啟動堆腔注水措施時，壓力容器不會失效。

兩種措施下進入安全殼的氣溶膠質量如圖11所示，從圖中可知，注水措施未開啟前進入安全殼的氣溶膠質量變化相同，并且是整個釋放過程的最大值。當開啟注水措施后，由于外部冷卻劑不斷帶走壓力容器的熱量，使壓力容器保持完整，進入壓力容器的氣溶膠質量小于未開啟注水措施，而且從圖12可知，由于開啟堆腔注水措施后更多的裂變產物滯留在一回路內，使得沉積在安全殼中的裂變產物質量下降。

表7 事故序列

圖11 安全殼內懸浮的氣溶膠質量

圖12 安全殼內沉積的裂變產物質量

釋入環境的揮發性裂變產物CsI如圖13所示，當堆芯開始融化，裂變產物開始大量釋放，釋入環境的CsI質量增加，兩種措施下釋入環境的CsI質量一致。釋入環境的非揮發性裂變產物SrO如圖14所示，由于堆腔注水維持了壓力容器的完整性，非揮發性裂變產物駐留在壓力容器內，使釋入環境的非揮發性裂變產物小于未開啟注水措施時釋放的值。

圖13 釋放到環境的CsI質量

圖14 釋放到環境的SrO質量

3 結論

本文通過分析破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產物的釋放以及安全殼噴淋措施對于裂變產物釋放的影響，得出了以下結論：

（1）在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下最終僅有少量的CsI滯留在一回路內。安全殼內懸浮的氣溶膠在堆芯剛開始熔化時會達到峰值，但由于自然沉降作用會使氣溶膠沉積在安全殼構件內，由于換料水箱的作用，SB-LOCA事故懸浮的氣溶膠會有第二個峰值。

（2）在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下，LB-LOCA事故下裂變產物最先釋入環境，SB-LOCA事故下裂變產物釋入環境的時間最晚。釋入環境的裂變產物中，惰性氣體的質量最多，其次為揮發性裂變產物，最少為非揮發性裂變產物。

（3）開啟安全殼噴淋后，在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下，噴淋能夠有效降低懸浮在安全殼中CsI氣溶膠的質量，使氣溶膠沉積在安全殼構件表面。噴淋能夠降低安全殼的壓力，保證安全殼的完整性，使裂變產物能夠有效被控制在安全殼內，而且當開啟安全殼噴淋時氣溶膠的主要沉積方式為擴散電泳。

（4）開啟堆腔注水措施能夠保證壓力容器的完整性，降低進入安全殼的氣溶膠質量，沉積在安全殼內裂變產物的質量也明顯下降。注水措施對于釋入環境的非揮發性裂變產物有明顯影響，對于揮發性裂變產物沒有影響。

（5）本文計算的破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產物向環境的釋放，能夠為廠外應急措施制定和廠外源項后果評價提供參考。

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Analysis of Fission Product Release of 1 000 Mwe PWR under Sever Accident

YUAN Xianbao1,2，WEI Jingyu1,2，ZHANG Yonghong1,2,*，Zhang Binhang1,2，Zhou Jianjun1,2，Mao Zhangliang1,2，Du Xiaochao1,2，SHI Qiang1,2，GUO Pan1,2

（1. College of Mechanical and Power Engineering，China Three Gorges University，Yichang of Hubei Prov. 443002，China；2. China Three Gorges University，Hubei Key Laboratory of Hydroelectric Machinery Design & Maintenance，Yichang of Hubei Prov. 443002，China）

Under severe accident conditions，it may cause the containment to fail and release a large amount of fission products into the environment. This paper uses integrated code to study the quality of fission product CsI in the primary system and the containment and the source term of the fission product released to the environment under the superposition of different break accidents with the total loss of electric power supply. The paper also considers the effectiveness of containment spray in controlling the outward release of fission products. The results show that there is little difference in the quality of fission products released into the environment under small break accidents，medium break accidents and large break accidents. The main difference is the failure time of containment. The release of fission products to the environment can be effectively controlled when the containment spray is turned on. The quality of the aerosol produced in the small breach accident is higher than the other two accidents，and the aerosol is mainly deposited in the containment by diffusion electrophoresis. Opening the cavity injection system can ensure the integrity of the vessel，reduce the quality of fission products entering the containment，and effectively control the release of non-volatile fission products to the environment. The results of this paper can provide reference for the formulation of emergency measures and the evaluation of the consequences of external sources.

Loss of coolant accident；Integration code；Fission product；Containment spray；Cavity injection system

TL364

A

0258-0918（2021）05-1075-09

2021-02-11

RHIC和LHC能區核核碰撞中奇異粒子產生特性的研究，11247021；LHC能區下核-核碰撞中噴注重建中背景擾動研究，11847063；基于廣義微擾理論的蒙特卡羅輸運-燃耗耦合計算方法研究，11805112；湖北省水電機械設備設計與維護重點實驗室開放基金（2016KJX15）

袁顯寶（1974—），男，湖北宜昌人，博士研究生，教授，現從事核反應堆物理、熱工及安全方面研究

張永紅，E-mail：yozhang@ctgu.edu.cn